Список использованных сокращений

Вид материала

Документы

Содержание 6.5. Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена 6.5.2 Кризис теплообмена, условия его возникновения Литература к гл.6 . Предметный указатель Глава 4. Эффекты реактивности в реакторе. 17 Глава 5. Динамика нуклидного состава реактора 36

Подобный материал:

• Список использованных сокращений, 505.52kb.
• Реферат тема : диагностика и лечение фибрилляции предсердий, 96.07kb.
• «Государственный архив Иркутской области», 3345.52kb.
• Список использованных источников, 2768.04kb.
• Список используемых сокращений, 354.25kb.
• Г. Д. Лазишвили Список сокращений, 385.26kb.
• Автореферат дипломная работа, 879.55kb.
• Список условных сокращений и обозначений, 424.88kb.
• Список сокращений, 1932.23kb.
• Документа, 17.46kb.

6.5. Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена

6.5.1. Остаточное тепловыделение в топливе

Ядерный реактор имеет одну чрезвычайно специфическую особенность: энерговыделение в реакторе не прекращается сразу после остановки цепной реакции и исчерпания обычной тепловой инерции. Энерговыделение в нем продолжается долгие сутки, недели и месяцы за счет именно ядерных процессов распада, что порождает ряд технически сложных проблем и создает дополнительную угрозу для оборудования, персонала и окружающей среды, что в полной мере проявилось при аварии на АЭС Тримайл- Айленд. Поэтому имеет смысл рассмотреть специфику ядерного реактора в этом аспекте и объяснить основные закономерности процессов остаточного тепловыделения.

Итак, скорость снижения тепловыделения в ядерном реакторе после его остановки определяется следующими процессами:

-тепловой инерцией материала активной зоны и количеством аккумулированного в нем тепла (что присуще всем обычным устройствам и энергоисточникам);

-делением топлива запаздывающими нейтронами и фотонейтронами (если реактор с тяжелой водой или бериллием);

- ^- и -распадом продуктов деления, накопившихся за время работы ядерного реактора, с выделением значительной энергии и переходом этих ядер в более стабильное или полностью стабильное состояние .

Спад каждой из этих составляющих происходит с различной скоростью. Тепловая мощность вследствие инерции спада аккумулированного в материалах ядерного реактора тепла снижается достаточно быстро, и практически ею можно пренебречь уже через несколько секунд после остановки реактора. Тепловую мощность, обусловленную делением запаздывающими нейтронами, можно не учитывать примерно после 3-5 мин. Тогда основной составляющей тепловой мощности в ядерном реакторе после остановки и в течении длительного промежутка времени будет тепловыделение W_, вследствие цепочек -, - распадов осколков деления и продуктов их распада, которое, собственно и принято называть остаточным тепловыделением.

Для расчета мощности остаточного тепловыделения используются формулы, предложенные разными авторами, но наибольшее распространение получила формула Вэя-Вигнера :


W_,/W₀ = 6,510^-2[ _ст^-0.2 - (_ст + Т)^-0.2 ] (6.10а)


где :

W_, - мощность остаточного тепловыделения ядерного реактора через время стоянки _ст после остановки;

W₀ - мощность ядерного реактора до остановки, на которой он работал в течении времени Т.

Время в формуле (6.10) _ст и Т выражено в секундах, а W_, и W₀ - в одинаковых единицах мощности. Существуют также аналогичные формулы, где время выражается в сутках.

На начальном этапе после остановки, когда _стТ, можно использовать упрощенный вид зависимости (6.10а):


W_, = 6,510^-2 W₀_ст^-0.2 (6.10в)


На рисунке 6.3.а эта зависимость представлена в виде графика, с помощью которой без громоздких вычислений можно решать эксплутационные задачи, связанные с остаточным тепловыделением. Эта простая графическая зависимость дает возможность оператору быстро решать следующие практические задачи:

- определять уровень остаточного энерговыделения W_, в любой момент _ст после остановки ядерного реактора, если он работал в течении времени Т на мощности W₀;

- оценивать время стоянки _ст, по истечении которого, после остановки ядерного реактора, остаточное энерговыделение W_, снизится до необходимого уровня, чтобы перейти на автономную систему расхолаживания.

Кроме того, для оценки остаточного энерговыделения в альбоме нейтронно-физических характеристик имеются расчеты для каждой конкретной загрузки. Пример такой расчетной кривой приведен на рис.6.3в.




Рис.6.3.а. График для приближенной оценки W_, после останова ЯР при

Т>> _ст.




Рис 6.3.в Расчет остаточного энерговыделения в активной зоне после остановки реактора

6.5.2 Кризис теплообмена, условия его возникновения

Энергетические ядерный реакторы имеют очень высокие плотности энерговыделения в активной зоне (для ВВЭР ее величина примерно равна 120кВт/л ) и, соответственно, высокие значения линейных нагрузок на ТВЭЛ. Это автоматически означает, что теплоотдача от ТВЭЛа к воде идет с очень высокой интенсивностью. При нормальной эксплуатации водяной теплоноситель реактора не кипит. Однако в режимах нарушения нормальной эксплуатации, если давление понизится или возрастет мощность (и линейная нагрузка) теплоноситель может закипеть и режим теплоотдачи от ТВЭЛов может оказаться в непосредственной близости от режимов т.н. кризиса теплообмена (коэффициенты запаса до кризиса в этих случаях могут снижаться до значений 1.04-1.10).

Кризисом теплообмена при кипении называется явление резкого ухудшения теплообмена на теплопередающей поверхности, ведущее, как правило, к быстрому возрастанию ее температуры. Тепловая нагрузка q_кр, при которой происходит это явление, называется критическая тепловая нагрузка.

Несмотря на то что явление кризиса теплообмена при кипении известно давно, механизм развития этого процесса до настоящего времени не изучен в полном объеме из-за сложности и многообразия данного явления. Предполагается существование двух модификаций кризиса теплообмена.

Первая модификация кризиса трактуется как следствие перехода пузырькового кипения жидкости на поверхностное. Явление это названо кризисом теплообмена первого рода. Кризис первого рода наступает только при больших тепловых потоках с поверхности теплоотдачи, когда теплоноситель недогрет до точки кипения или достигнутое паросодержание невелико (паросодержанием называется массовая или объемная доля пара соответственно в общей массе или объеме теплоносителя). Считается, что при увеличении удельной тепловой нагрузки до критических значений скорость генерации паровых пузырей становится больше скорости их удаления с теплоотдающей поверхности, в результате чего поверхность нагрева покрывается сплошной паровой пленкой. Из-за сравнительно низкой теплопроводности пара при этом резко уменьшается коэффициент теплоотдачи, что и влечет за собой перегрев теплоотдающей поверхности и, как следствие, нарушение целостности оболочки и герметичности твэла. Критический тепловой поток q_кр сложным образом зависит от скорости, давления и температуры теплоносителя, формы и размеров теплопередающей поверхности, аналитического решения этой задачи пока нет, но для различных конкретных случаев получены эмпирические уравнения, позволяющие рассчитывать q_кр в определенной области температур. Например, для расчета кризиса в ТВС реактора ВВЭР рекомендуется формула /1/ для условий, максимально приближенных к режимам этого реактора:


q_кр =0,795*(1-х)ⁿ *(G)^m *(1-0.0185p) (6.11)


где m = 0,184-0,311; n =0,105р-0,5

Формула описывает экспериментальные данные в следующем диапазоне параметров: давления р=7,5 16,7 МПа; расхода G= 7003500 кг/(м² *с); паросодержания (энтальпийного) х= -0,070.4; длин l=1.73.5м; диаметров d=9мм.; s/d=1.351.385.

Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном твэле существовал запас по критической тепловой нагрузке равный :


n = q_кр/ q_макс = q_кр/ q_срk_v>1 (6.12)


где q_ср - средний тепловой поток, Вт/(м²);

k_v - объемный коэффициент неравномерности тепловыделения.

Вторая модификация кризиса, называемая кризисом второго рода, трактуется как следствие испарения или срыва водяной микропленки с поверхности ТВЭЛа. Считается, что кризис второго рода наступает только при больших паросодержаниях, превышающих некоторое граничное весовое паросодержание ( которое определяется давлением и массовой скоростью теплоносителя). Рабочая гипотеза относительно механизма возникновения кризиса второго рода связывает развитие кризисных явлений с наступлением объемного кипения в теплогенерирующем канале ( в реакторе ВВЭР это соответствует ТВС ). При большом паросодержании в потоке жидкости, нагретой до температуры насыщения, паровые пузырьки, объединяясь друг с другом, могут заполнить все проходное сечение канала. Следствием этого запаривания является уменьшение скорости циркуляции жидкости через канал, в результате чего создаются условия для испарения водяного пограничного слоя на теплоотдающей поверхности. Образующаяся паровая пленка обладает низкими теплопередающими свойствами, и температура поверхности нагрева увеличивается. Характерной особенностью кризиса второго рода является его независимость от тепловой нагрузки. Сама тепловая нагрузка определяет только скачок температуры у стенки ТВЭЛ.

Избежать кризисных явлений второго рода можно – для этого нужно увеличить недогрев теплоносителя до кипения, что может быть достигнуто за счет снижения температуры теплоносителя или за счет повышения давления в первом контуре. Но уменьшение температуры теплоносителя нежелательно, потому что при этом снижаются параметры пара и, как следствие, уменьшается экономичность энергоустановки.

Режимы теплообмена в активной зоне ядерного реактора определяют теплотехническую надежность активной зоны – которая определяется как ее способность сохранять в течении заданного времени (кампании ядерного топлива) нормальный теплоотвод от твэлов при работе реактора в стационарном режиме без превышения предусмотренных в проекте случайных отклонений конструкционных и эксплутационных параметров от их номинальных значений.

Литература к гл.6 .

1. П.Л. Кириллов, Г.П.Богословская Тепломассобмен в ядерных энергетических установках.М., Энергоатомиздат, 2000, -451с.
   

Предметный указатель

Содержание .